Авария с потерей теплоносителя на ядерном реакторе

Введение

Форма сбоя ядерного реактора. Потеря охлаждающей жидкости (LOCA) – один из видов аварий на ядерном реакторе; при неэффективном управлении последствия LOCA могут привести к повреждению активной зоны реактора. Система аварийного охлаждения реактора (ECCS) существует специально для ликвидации последствий LOCA. Ядерные реакторы генерируют тепло внутри; для отвода этого тепла и преобразования его в полезную электроэнергию используется система охлаждения. Если поток охлаждающей жидкости уменьшается или полностью прекращается, система аварийного останова реактора предназначена для остановки цепной реакции деления. Однако из-за радиоактивного распада ядерное топливо продолжает выделять значительное количество тепла. Тепло распада, выделяемое при остановке реактора, работающего на полной мощности, изначально эквивалентно примерно 5–6% от тепловой мощности реактора. Если все независимые контуры ECCS не функционируют должным образом, это тепло может повысить температуру топлива до точки повреждения реактора. При наличии воды она может закипеть, разрывая трубы. Поэтому атомные электростанции оснащены предохранительными клапанами, работающими под давлением, и резервными запасами охлаждающей воды. Если присутствуют графит и воздух, графит может воспламениться, распространяя радиоактивное загрязнение. Такая ситуация возникает только на реакторах AGR, РБМК, Magnox и реакторах по производству оружейного плутония, в которых графит используется в качестве замедлителя нейтронов (см. Чернобыльская катастрофа и пожар на Виндскейле). Топливо и внутренние компоненты реактора могут расплавиться; если расплавленная масса останется критической, она продолжит генерировать тепло, возможно, расплавляясь вниз через дно реактора. Такое событие называется ядерным расплавлением и может иметь серьезные последствия. Так называемый «китайский синдром» – это крайний случай этого процесса: расплавленная масса проплавляет путь через почву к водоносным горизонтам (и ниже). Однако современные представления и опыт, полученные в результате реакций ядерного деления, показывают, что расплавленная масса станет слишком фрагментированной, чтобы продолжать выделять тепло, прежде чем опустится на значительное расстояние; например, при Чернобыльской катастрофе активная зона реактора расплавилась, и материал активной зоны был обнаружен в подвале, слишком рассеянным для поддержания цепной реакции (но все еще опасно радиоактивным). Некоторые конструкции реакторов имеют пассивные системы безопасности, предотвращающие расплавление в таких экстремальных условиях. Например, реактор с шаровым топливом (Pebble Bed Reactor) может выдерживать экстремальные температурные скачки в топливе. Другой пример – реактор CANDU, который имеет две большие массы относительно холодной воды с низким давлением (первая – тяжеловодородный замедлитель; вторая – щитовой бак, заполненный легкой водой), которые служат теплопоглотителями. Еще один пример – ядерный модуль на водороде с саморегулированием, в котором химическое разложение урангидридного топлива останавливает реакцию деления путем удаления водородного замедлителя. Тот же принцип используется в исследовательских реакторах TRIGA. В рабочих условиях реактор может пассивно (то есть без участия систем управления) увеличивать или уменьшать свою мощность при возникновении LOCA или образовании пустот в системе охлаждения (например, при кипении воды). Это измеряется коэффициентом пустотности охлаждающей жидкости. Большинство современных атомных электростанций имеют отрицательный коэффициент пустотности, что означает, что по мере превращения воды в пар мощность мгновенно снижается. Два исключения составляют советский РБМК и канадский CANDU. Реакторы с кипящей водой, напротив, спроектированы таким образом, чтобы внутри корпуса реактора образовывались паровые пустоты. Современные реакторы спроектированы для предотвращения и противостояния потере охлаждающей жидкости, независимо от их коэффициента пустотности, с использованием различных технологий. Некоторые, такие как реактор с шаровым топливом, пассивно замедляют цепную реакцию при потере охлаждающей жидкости; другие имеют обширные системы безопасности для быстрого останова цепной реакции и могут иметь обширные пассивные системы безопасности (например, большой тепловой резервуар вокруг активной зоны реактора, пассивно активируемые резервные системы охлаждения/конденсации или пассивно охлаждаемая защитная оболочка), которые снижают риск дальнейшего повреждения.

Form of nuclear reactor failure. A loss of coolant accident (LOCA) is a mode of failure for a nuclear reactor; if not managed effectively, the results of a LOCA could result in reactor core damage. Each nuclear plant's emergency core cooling system (ECCS) exists specifically to deal with a LOCA. Nuclear reactors generate heat internally; to remove this heat and convert it into useful electrical power, a coolant system is used. If this coolant flow is reduced, or lost altogether, the nuclear reactor's emergency shutdown system is designed to stop the fission chain reaction. However, due to radioactive decay, the nuclear fuel will continue to generate a significant amount of heat. The decay heat produced by a reactor shutdown from full power is initially equivalent to about 5 to 6% of the thermal rating of the reactor. If all of the independent cooling trains of the ECCS fail to operate as designed, this heat can increase the fuel temperature to the point of damaging the reactor. If water is present, it may boil, bursting out of its pipes. For this reason, nuclear power plants are equipped with pressure operated relief valves and backup supplies of cooling water. If graphite and air are present, the graphite may catch fire, spreading radioactive contamination. This situation exists only in AGRs, RBMKs, Magnox and weapons production reactors, which use graphite as a neutron moderator (see Chernobyl disaster and Windscale fire). The fuel and reactor internals may melt; if the melted configuration remains critical, the molten mass will continue to generate heat, possibly melting its way down through the bottom of the reactor. Such an event is called a nuclear meltdown and can have severe consequences. The so called "China syndrome" would be this process taken to an extreme: the molten mass working its way down through the soil to the water table (and below) – however, current understanding and experience of nuclear fission reactions suggests that the molten mass would become too disrupted to carry on heat generation before descending very far; for example, in the Chernobyl disaster the reactor core melted and core material was found in the basement, too widely dispersed to carry on a chain reaction (but still dangerously radioactive). Some reactor designs have passive safety features that prevent meltdowns from occurring in these extreme circumstances. The Pebble Bed Reactor, for instance, can withstand extreme temperature transients in its fuel. Another example is the CANDU reactor, which has two large masses of relatively cool, low pressure water (first is the heavy water moderator; second is the light water filled shield tank) that act as heat sinks. Another example is the Hydrogen Moderated Self regulating Nuclear Power Module, in which the chemical decomposition of the uranium hydride fuel halts the fission reaction by removing the hydrogen moderator. The same principle is used in TRIGA research reactors. Under operating conditions, a reactor may passively (that is, in the absence of any control systems) increase or decrease its power output in the event of a LOCA or of voids appearing in its coolant system (by water boiling, for example). This is measured by the coolant void coefficient. Most modern nuclear power plants have a negative void coefficient, indicating that as water turns to steam, power instantly decreases. Two exceptions are the Soviet RBMK and the Canadian CANDU. Boiling water reactors, on the other hand, are designed to have steam voids inside the reactor vessel. Modern reactors are designed to prevent and withstand loss of coolant, regardless of their void coefficient, using various techniques. Some, such as the pebble bed reactor, passively slow down the chain reaction when coolant is lost; others have extensive safety systems to rapidly shut down the chain reaction, and may have extensive passive safety systems (such as a large thermal heat sink around the reactor core, passively activated backup cooling/condensing systems, or a passively cooled containment structure) that mitigate the risk of further damage.

Прогрессирование после потери охлаждающей жидкости

Значительные усилия направлены на предотвращение серьезного аварийного события в активной зоне. В случае его возникновения, три различных физических процесса, как ожидается, увеличат время между началом аварии и моментом возможного крупного выброса радиоактивности. Эти три фактора предоставят операторам станции дополнительное время для смягчения последствий события:
Время, необходимое для выкипания теплоносителя (охлаждающей жидкости и замедлителя). Предполагается, что в момент аварии реактор будет немедленно остановлен (SCRAM – быстрое и полное введение всех регулирующих стержней), что снизит тепловую мощность и дополнительно замедлит выкипание. Время, необходимое для плавления топлива. После выкипания теплоносителя, время, необходимое для достижения топливом температуры плавления, будет определяться тепловыделением от распада продуктов деления, теплоемкостью топлива и температурой его плавления. Время, необходимое для пробоя оболочки активной зоны расплавленным топливом. Время, необходимое для разрушения первичного контура давления расплавленным металлом активной зоны (в водо-водяных реакторах – это корпус реактора; в реакторах CANDU и РBMК – массив топливных каналов под давлением; в реакторах PHWR, таких как Atucha I, – двойной барьер из каналов и корпуса реактора), будет зависеть от температуры и свойств материалов. Важную роль будет играть и то, сохранится ли топливо в критическом состоянии в условиях поврежденной активной зоны или за ее пределами.

Атомная катастрофа в Фукусиме

Атомная катастрофа на Фукусиме-1 в 2011 году произошла из-за аварии, вызванной потерей теплоносителя. Электрические цепи, обеспечивавшие питание насосов теплоносителя, вышли из строя, что привело к потере охлаждения активной зоны, критически важного для отвода остаточного тепла распада, которое выделяется даже после остановки реакторов и прекращения цепной реакции. Потеря охлаждения активной зоны реактора привела к трем ядерным расплавлениям, трем взрывам водорода и выбросу радиоактивных веществ. Взрывы водорода были напрямую вызваны окислением циркония паром в топливных оболочках вследствие потери теплоносителя.

Покрытия топлива

Большинство реакторов используют циркониевый сплав в качестве материала для оболочки топливных стержней благодаря его коррозионной стойкости и малому сечению поглощения нейтронов. Однако одним из главных недостатков циркониевых сплавов является то, что при перегреве они окисляются и вступают в неконтролируемую экзотермическую реакцию с водой (паром), приводящую к образованию водорода: Zr + 2H2O > ZrO2 + 2H2. Именно такие реакции привели к взрывам водорода во время аварии на АЭС Фукусима-Дайити.

Поведение при разрыве

Остаточное тепло распада вызывает быстрое повышение температуры и внутреннего давления топливной оболочки, что приводит к пластической деформации и последующему разрушению. При аварии с потерей теплоносителя топливные оболочки на основе циркония одновременно подвергаются высокотемпературному окислению, фазовым превращениям и деформации ползучести. Эти механизмы были всесторонне изучены исследователями с использованием моделей критериев разрушения. В одном исследовании был разработан критерий разрушения для топливных оболочек из циркалоя-4, и было установлено, что влияние паровой среды на разрушение оболочек незначительно при низких температурах. Однако с повышением температуры разрушения происходит быстрое окисление оболочек из циркалоя-4, что приводит к резкому снижению их пластичности. Фактически, при более высоких температурах деформация при разрушении практически снижается до нуля, что указывает на то, что окисленная оболочка становится настолько хрупкой локально, что, как прогнозируется, разрушится без дальнейшей деформации или напряжений. Количество кислорода, поглощаемого циркониевым сплавом, зависит от времени воздействия пара (H2O) до разрушения. При быстром разрушении, вызванном высокими скоростями нагрева и внутренним давлением, окисление незначительно. Однако окисление играет важную роль в разрушении при низких скоростях нагрева и низком начальном внутреннем давлении.

Покрытия, устойчивые к окислению

Подложки из циркониевых сплавов могут быть покрыты для повышения их стойкости к окислению. В одном исследовании исследователи покрыли субстрат Zirlo фазой Ti2AlC MAX, используя гибридную технологию дугового/магнитронного распыления, за которой следовал отжиг. Впоследствии они исследовали механические свойства и стойкость к окислению в условиях чистого пара при 1000 °C, 1100 °C и 1200 °C при различных временах окисления. Результаты показали, что покрытие субстрата Zirlo Ti2AlC привело к увеличению твердости и модуля упругости по сравнению с непокрытым субстратом. Кроме того, значительно улучшилась стойкость к окислению при высоких температурах. Преимущества Ti2AlC перед другими материалами покрытий заключаются в его отличной стабильности при нейтронном облучении, более низком коэффициенте теплового расширения, лучшей термостойкости и более высокой стойкости к окислению при высоких температурах. Таблица 1 наглядно демонстрирует улучшение механических свойств в результате покрытия и повышение устойчивости к пластической деформации. +Таблица 1. Механические свойства субстрата и покрытого материалаТвердость (ГПа)Модуль упругости (ГПа)H/EH3/E2 (ГПа)Субстрат5.39 ± 0.1129.92 ± 3.10.040.01Материал, покрытый Ti2AlC14.24±0.1230.8±3.10.060.05В другом недавнем исследовании оценивались покрытия Cr и FeCrAl (нанесенные на Zircaloy 4 с использованием технологии плазменного напыления в атмосфере) в условиях, имитирующих потерю теплоносителя. Покрытие Cr продемонстрировало превосходную стойкость к окислению. Образование компактного слоя Cr2O3 на покрытии Cr служило барьером для диффузии кислорода, защищая субстрат Zr от окисления, в то время как покрытие FeCrAl деградировало из-за взаимной диффузии между покрытием и субстратом Zr при высокой температуре, что позволило Zr продолжать окисляться.